(57)【要約】【課題】ＡＢＷＲ原子力発電所の８７２体もある炉内装荷の燃料集合体中、どの燃料集合体が破損したかを逐次炉水の放射能濃度検査により確認して行くシッピング法で、燃料集合体に被嵌して炉水を採取する新規な直列３体用シッパーキャップの活用により、その作業時間を短縮して発電所の設備稼働率を小投資で大幅に改善する。【解決手段】炉内装荷燃料集合体群６の炉心Ｏ側は従来法通り一度に８体の燃料集合体５を検査できる４×２の８体用シッパーキャップ４で逐次シッピング検査を行うが、炉心最外周側Ｂで燃料集合体５の一部に配設された燃料集合体５は、新規に調製した直列３体用シッパーキャップ７で３体一度にシッピング検査（斜線１６箇所）し、他の燃料集合体５は１体用シッパーキャップ１で検査（黒塗り４箇所）する。【効果】従来法に比し検査箇所が１６削減されて約１２時間程度の時間短縮が可能となり、設備の稼働率の向上が安価な投資で実現される。【選択図】        図１
2005061860.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
沸騰水型原子力発電所にあって縦横方向へ整列して立装配設された炉内装荷燃料集合体群のうち、どの燃料集合体が破損しているかを確認するため、逐次所要体数の燃料集合体に対して選択したシッパーキャップを被嵌し、これにより採取した燃料集合体の炉水に含有する放射能濃度を調べて行く炉内シッピング法であって、上記炉内装荷燃料集合体群の炉心最外周側における燃料集合体の一部外である多数の他燃料集合体については、４×２の８体用シッパーキャップを用いて逐次シッピングを行うが、上記した炉心最外周側における燃料集合体の一部に配設された燃料集合体については、別途用意した直列３体用シッパーキャップを用いてシッピングを逐次行うと共に、残余の燃料集合体については１体用シッパーキャップによるシッピングが逐次実施されるようにしたことを特徴とする沸騰水型原子力発電所における炉内装荷燃料集合体群の燃料破損検査方法。
【請求項２】
沸騰水型原子力発電所にあって縦横方向へ整列して立装配設された炉内装荷燃料集合体群のうち、どの燃料集合体が破損しているかを確認するため、逐次所要体数の燃料集合体に対して選択したシッパーキャップを被嵌し、これにより採取した燃料集合体の炉水に含有する放射能濃度を調べて行く炉内シッピング法であって、上記炉内装荷燃料集合体群の炉心最外周側における燃料集合体の一部外である多数の他燃料集合体については、４×２の８体用シッパーキャップを用いて逐次シッピングを行うが、上記した炉心最外周側における燃料集合体の一部に配設された燃料集合体については、別途用意した直列３体用シッパーキャップを用いてシッピングを逐次行うと共に、残余の孤突状態で装荷されている燃料集合体については、上記した直列３体用シッパーキャップを当該燃料集合体と、これに直列隣装された燃料集合体２体とに被嵌することでシッピングが逐次実施されるようにしたことを特徴とする沸騰水型原子力発電所における炉内装荷燃料集合体群の燃料破損検査方法。
【請求項３】
原子炉圧力容器の上部格子板上に載置されて３体の燃料集合体を覆う直方体状のアウターキャップと、これに内装固設された３個のインナーキャップが何れも正四角筒状に形成されて、直列状に離間配設された３体の燃料集合体に夫々被嵌され、上記アウターキャップにはその中央部にあって把手が突設されていると共に加圧管が貫設され、かつアウターキャップからインナーキャップに嵌装された採水管の下端が、各燃料集合体の炉水内にあって開口し、当該炉水の温度を測知できる熱電対などによる測温素子が設けられている請求項１または請求項２に係る沸騰水型原子力発電所における炉内装荷燃料集合体群の燃料破損検査方法の実施に用いる直列３体用シッパーキャップ。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は沸騰水型原子力発電所に施設された多数本の燃料集合体からなる沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に関し、これに燃料破損が生じた場合、数百体もの燃料集合体中破損しているものが、どれであるかを調べるために実施されているシッピングと呼ばれる検査を、どのようにして効率よく短時間内で完了できるようにするかについて着目した炉内装荷燃料集合体群の燃料破損検査方法と、当該方法を実施するのに使用するシッパーキャップとに関する。
【０００２】
【従来の技術】
【特許文献】特開２００１−１４１８７６、特開２００１−２８１３８５
【０００３】
さて上記のシッピングと呼ばれる燃料破損検査方法としては、炉外シッピング法と炉内シッピング法とが知られており、前者はＢＷＲにおける多数の燃料集合体を一体ずつ炉外に移動させて専用の容器内に隔離し、当該別環境下にあって破損燃料棒内の希ガスが漏洩しているか否かを分析して調べるようにするものである。
このため上記の炉外シッピング法によるときは、燃料集合体を炉外に移動することから検査作業そのものは短時間で完了するのであるが、当該燃料集合体の移動にどうしても可成りの時間を費やすことになり、この結果当該作業時間の短縮は望み得ないことになる。
これに対し前記の炉内シッピング法によるときは、前説の如く燃料集合体を炉内に装荷したままで、各燃料集合体内の炉水を夫々採取するようにし、その中に含まれる放射能濃度を検知するのであり、しかも当該検知に際しては、一燃料集合体毎に炉水を採取して行くのでなく、１体用シッパーキャップと、２体の燃料集合体から同時に炉水を採取できるように構成された２体用シッパーキャップと、さらに４体用シッパーキャップそして８体用シッパーキャップの四種を用意しておき、これらを選択的に採用することで検査作業をすすめて行くようにしている。
【０００４】
すなわち上記の１、２、４、８体用シッパーキャップを、沸騰水型原子炉のタイプに対応して、最も作業効率がよくなるように使い分けすることで、如何にして当該作業時間を短縮し、これにより当該発電所における設備利用率の向上という重要課題を解決すべきかにつき苦慮しているのが現況である。
そして上記のシッピングに関し、その検査所要時間を短縮させるためには、なるべく大きなシッパーキャップすなわち８体用シッパーキャップを採択多用してその都度８体の燃料集合体から一度に炉水を採択できるようにしているが、これよりも大型のシッパーキャップを用いるようにした場合には、当該シッパーキャップの使用時における作業操作性が低下してしまうだけでなく、特に炉内装荷燃料集合体群の外側部での作業時には、当該シッパーキャップがはみ出して周囲の構造物に干渉することになることから、実際には作業自体が環境上不可能となってしまうのである。
【０００５】
さらに、上記の１、２、４、８体用シッパーキャップの如く、使用するシッパーキャップの種類が多くなる程、当該シッパーキャップを別種のものに交換するための作業に消尽される時間が大となることから、使用するシッパーキャップの種類を可及的に少なくすべきことも留意事項と言わねばならない。
ここで従来の炉内シッピング法につき、さらにこれを具体的に図３（Ｂ）（Ｃ）、図５ないし図８によって以下説示するが、まず使用する前掲１、２、４、８体用シッパーキャップにつき夫々概説すると、１体用シッパーキャップは図３（Ｂ）の平面図と同図（Ｃ）の正面図によって理解される如く、全体を覆うアウターキャップ１ａと、その内側に固設された１つのインナーキャップ１ｂとが何れも、正四角筒状に形成され、アウターキャップ１ａの天板部１ｃには把手１ｄが突設されたものである。
【０００６】
次いで図５（Ａ）（Ｂ）に示した２体用シッパーキャップ２は、直方筒状のアウターキャップ２ａに同寸法である２個のインナーキャップ２ｂが内装固設され、アウターキャップ１ａの天板部２ｃには把手２ｄが突設されている。
さらに図６（Ａ）（Ｂ）は４体用シッパーキャップ３を開示しており、ここでは正四角筒状のアウターキャップ３ａに２×２の状態で４個の同寸法であるインナーキャップ３ｂが内装固設され、これまたアウターキャップ３ａの天板部１ｃには、その中央部から把手３ｄが突設されている。
また前掲８体用シッパーキャップ４にあっては、直方筒状のアウターキャップ４ａに４×２（４個直列のものを２個並列状態とする）の配列状態で同寸法である８個のインナーキャップ４ｂが内装固設され、これまたアウターキャップ４ａの天板部２ｃにおける中央部からは把手４ｄが突設されている。
ここで上記の如き各種のシッパーキャップ１、２、３、４を利用することで、炉内シッピング法を実施するための一般的な手段について、特開２００１−１４１８７６公開特許公報に開示の図面に基づく図７と、特開２００１−２８１３８５公開特許公報に開示の図面に基づく図８を参照して説示すると以下の通りである。
【０００７】
図７と図８に例示の如く既知の燃料集合体５は燃料集合体５は原子炉圧力容器Ａ内の炉心部に装荷されており、同図例では燃料集合体５が４体１組になって、原子炉圧力容器Ａの上部格子板１０における格子枠１０ａ内に２行２列配置となるように構成されている。
従って上記の如き場合には図８により理解される通り、前記した図６により既説の４体用シッパーキャップ３を用いることとなり、把手３ｄに係嵌したフック１１ａの具備されている燃料交換機１１により、当該４体用シッパーキャップ３を所定位置まで移行配装できるようにしてある。
そして当該操作により前記のによって４体である各燃料集合体５の上部を閉覆することになる。
【０００８】
ここで図８にあって５ａは燃料集合体５のチャンネルボックス、５ｂは多数本の燃料棒５ｃを引き揃え状態で離間立装するための上部格子板、５ｄは上部格子板５ｂから立設の上部タイプレートを示し、さらに１２はアウターキャップ３ａの天板部３ｃに貫着された加圧気体を圧送するための加圧管を示し、図７と図８とに開示した１３は前掲冷却水である炉水Ｗを採取するための採水管で、これらの採水管１３は図７に示す如くサンプリング装置１４に連結されており、１４ａは各燃料集合体５から採取した炉水Ｗを夫々貯留するための資料採取容器を示している。
そして上記の４体用シッパーキャップ３を用いて炉内シッピング法を実施するには、前記の如く燃料交換機１１を操作して走行させることにより、図７により理解される通りアウターキャップ３ａとインナーキャップ３ｂとを、前記の炉心部に装荷された燃料集合体５に被嵌装着した後に、加圧管１２から気体を圧送することにより前掲チャンネルボックス５ａ内における炉水Ｗの流れを抑止し、このことにより当該燃料集合体５の炉水Ｗにつき、その温度を崩壊熱によって上昇させるのである。
【０００９】
この結果上記の温度上昇により燃料棒５ｃの内圧が上昇し、これにより破損している燃料棒５ｃであれば、そこから沃素Ｉが放出されることから、当該Ｉ含有の炉水Ｗが前記の採水管１３を介してサンプリング装置１４へ吸い上げられ、これらが資料採取容器１４ａに夫々採取されることとなり、当該各炉水Ｗにつき夫々放射能を測定することで、どの燃料集合体５に破損が生じているかを確認し得ることになる。
なお図８にあって、３ｅは上記４体用シッパーキャップ３におけるインナーキャップ３ｂに開口された通気口であり、当該通気口３ｅに採水管１３が遊装されていることから、アウターキャップ３ａとインナーキャップ３ｂとの連通状態から保持されている。
また図示されていないが、炉水Ｗの温度上昇を計測するための熱電対等の測温素子をも備えるようにしてある。
【００１０】
ここで従来の炉内シッピング法につき、上記した数種のシッパーキャップを選択的に採択して燃料破損検査作業を行う場合の具体的工程例を説示すると、まず図４には改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）の炉心マップが示されており、同図にあって炉心Ｏを軸心とした横軸Ｘと縦軸Ｙとに対して夫々平行となるように、縦横方向へ多数の燃料集合体５が整列して立装配設される。そして当該事例では８７２体もの燃料集合体５によって炉内装荷燃料集合体群６が、沸騰水型原子力発電所にあって構築されていることを示している。
そこで以下図３を参照して上掲従来法につき説示すると、仮想線により小正方枠状にて示されているのが、前記図４による炉心マップとして示した多数の燃料集合体５であり、炉心内側にあって太い直線枠で囲成されている１０４箇所は、前説した４×２の８体用シッパーキャップ４を使用して、一度に８体の燃料集合体５につき炉水Ｗの採取と、その放射能濃度の検査を行うようにしていることを示している。
ところが炉内装荷燃料集合体群６における炉心最外周部Ｂに配設された燃料集合体５に関し、上記の８体用シッパーキャップ４の使用によって検査することは、前記の如く８体用シッパーキャップ４が炉内装荷燃料集合体群６から外側へはみ出し、このため実際上その周囲の構造物と衝当してしまうことから不能となるのである。
【００１１】
このため当該局所における燃料集合体５についてのシッピングには、１体用シッパーキャップ１と２体用シッパーキャップ２を使用するようにしているのであり、図３にあって格子内を黒く塗りつぶした計２０箇所については、１体用シッパーキャップ１を採用するようにし、これに近接した斜線箇所である計１６箇所については２体用シッパーキャップ２を用いて検査を行うようにしている。
従って上記の検査作業を行うために、上記の如く２０＋１６＝３６ステップの作業工程を要することになり、当該１ステップには約４０分かかることから、上記の１、２体用シッパーキャップ１、２による作業に４０（分）×３６（ステップ）＝１４４０分、すなわち１４４０／６０＝２４時間が費やされていることになる。
因みに１体用シッパーキャップ２でも、その他８体用シッパーキャップ４等を使用する場合でも、シッパーキャップ内の全燃料集合体５から、前記の如く同時に炉水Ｗを採取することから、シッピング検査１ステップ当たりに要する時間は何れも同じとなるのである。
【００１２】
【発明が解決しようとする課題】
以上従来技術としてのシッピングによる燃料破損検査方法が、不可避とされている検査作業時間の短縮課題に鑑み、本願発明に係る請求項１の炉内シッピング法によるときは、前記従来技術と同じく１体用シッパーキャップと８体用シッパーキャップとは使用するが新規に直列３体用シッパーキャップなるものを用意して、当該３種のシッパーキャップを適切に駆使して燃料破損検査方法を実施しようとするものである。
そして当該実施に際しては前説した炉心最外周における燃料集合体の一部に配設された燃料集合体に関し、上記した直列３体用シッパーキャップによるシッピングを行い、かくて残された燃料集合体については１体用シッパーキャップを採択することで、図３により説示した総作業ステップに比し、作業を１６ステップだけ減じることで約１２時間の作業短縮を可能にしようとするのが第１の目的であり、さらに直列３体用シッパーキャップ自体も、これまでのシッパーキャップの各種部材を、そのまま利用することで安価にして容易に入手できるものを採択可能とするのが第２の目的である。
【００１３】
次に請求項２に係る炉内シッピング法によるときは、上記請求項１の技術内容に対して、さらに改善を加え、まず使用するシッパーキャップを８体用シッパーキャップと前説の新規に用意された直列３体用シッパーキャップの二種だけで済ませるようにし、このことにより請求項１の場合よりも使用するシッパーキャップの種類を１つだけ減らして、異種のシッパーキャップに交換するための回数を一回減ずることで、当該交換作業に要する時間だけ、さらに作業経時を短縮可能にしようとするのが、第１の目的である。
そして第２の目的は残余の孤突状態にある燃料集合体につき１体用シッパーキャップを用いることなく、上記の直列３体用シッパーキャップを用いることによって、上記燃料集合体から直列に隣装された燃料集合体２体とにわたって被嵌することで、燃料集合体３体に対するシッピングを可能とし、支障なく迅速に燃料破損の検査を完遂可能にしようとしている。
【００１４】
さらに請求項３にあっては、上記の請求項１または請求項２に係る燃料破損検査方法の実施に使用するための前掲直列３体用シッパーキャップに関し、その基本的構成は従来の１体用、２体用、４体用、８体用の各シッパーキャップと同様であるが、アウターキャップには３個のインナーキャップを直列状に離間配設し、アウターキャップには把手を突設すると共に、その他の各種的部材を具備させるようにしたもので、従来からの部材をそのまま利用することにより安価な提供を可能とするだけでなく、請求項１と請求項２の燃料破損検査方法をより確実に実施できるようにするのが、その目的である。
【００１５】
【課題を解決するための手段】
本発明は、上記の目的を達成するため請求項１にあっては、沸騰水型原子力発電所にあって縦横方向へ整列して立装配設された炉内装荷燃料集合体群のうち、どの燃料集合体が破損しているかを確認するため、逐次所要体数の燃料集合体に対して選択したシッパーキャップを被嵌し、これにより採取した燃料集合体の炉水に含有する放射能濃度を調べて行く炉内シッピング法であって、上記炉内装荷燃料集合体群の炉心最外周側における燃料集合体の一部外である多数の他燃料集合体については、４×２の８体用シッパーキャップを用いて逐次シッピングを行うが、上記した炉心最外周側における燃料集合体の一部に配設された燃料集合体については、別途用意した直列３体用シッパーキャップを用いてシッピングを逐次行うと共に、残余の燃料集合体については１体用シッパーキャップによるシッピングが逐次実施されるようにしたことを特徴とする沸騰水型原子力発電所における炉内装荷燃料集合体群の燃料破損検査方法を提供しようとしている。
【００１６】
次に本願に係る請求項２にあっては、先ず請求項２と同じく沸騰水型原子力発電所にあって縦横方向へ整列して立装配設された炉内装荷燃料集合体群のうち、どの燃料集合体が破損しているかを確認するため、逐次所要体数の燃料集合体に対して選択したシッパーキャップを被嵌し、これにより採取した燃料集合体の炉水に含有する放射能濃度を調べて行く炉内シッピング法であって、上記炉内装荷燃料集合体群の炉心最外周側における燃料集合体の一部外である多数の他燃料集合体については、４×２の８体用シッパーキャップを用いて逐次シッピングを行うが、上記した炉心最外周側における燃料集合体の一部に配設された燃料集合体については、別途用意した直列３体用シッパーキャップを用いてシッピングを逐次行うと共に、残余の孤突状態で装荷されている燃料集合体については、上記した直列３体用シッパーキャップを当該燃料集合体と、これに直列隣装された燃料集合体２体とに被嵌することでシッピングが逐次実施されるようにしたことを、その内容としている。
【００１７】
さらに請求項３は、上記請求項１、２の実施に供し得るシッパーキャップに関し、原子炉圧力容器の上部格子板上に載置されて３体の燃料集合体を覆う直方体状のアウターキャップと、これに内装固設された３個のインナーキャップが何れも正四角筒状に形成されて、直列状に離間配設された３体の燃料集合体に夫々被嵌され、上記アウターキャップにはその中央部にあって把手が突設されていると共に加圧管が貫設され、かつアウターキャップからインナーキャップに貫装された採水管の下端が、各燃料集合体の炉水内にあって開口し、当該炉水の温度を測知できる熱電対などによる測温素子が設けられている３体用シッパーキャップを、その内容としている。
【００１８】
【発明の実施の形態】
本発明に係る請求項１につき、図１と図２（Ｂ）そして図３（Ｂ）（Ｃ）を参照して以下説示すると、まず当該発明は沸騰水型原子力発電所にあって、平面視縦横方向へ整列して立装配設の炉内装荷燃料集合体群６のうち、どの燃料集合体５に破損が生じているかを確認するため、逐次所要体数だけの燃料集合体５に対して、選択したシッパーキャップを被嵌し、これによって採取した各燃料集合体５の前記炉水Ｗに、上記の破損に基づき含有することとなった放射能の濃度を検査するようにした炉内シッピング法に関し、従来法に対して以下の如き改善策を適切に導入するようにした燃料破損検査方法に係るものである。
【００１９】
そこで本発明の実施に際しては既説の１体用シッパーキャップ１と８体用シッパーキャップ４とを用いるだけでなく、さらにこれまでに使用されていない請求項３に係る直列３体用シッパーキャップ７なるものを採択することになる。従ってまずこれにつき図１（Ｂ）（Ｃ）と既説の図７、図８とを参照してその内容を略説すると、その基本的構成は前記１、２、４、８体用シッパーキャップと同等の内容であり、全体を覆うアウターキャップ７ａと、その内側に３個のインナーキャップ７ｂが何れも正四角筒状に形成されているが、当該アウターキャップ７ａは直方体状であり、インナーキャップ７ｂは直列状に離間され、上記したアウターキャップ７ａの天井部７ｃには、その中央部にあって把手７ｄが突設されている。
そこで図１（Ａ）を参照して当該請求項１に係る燃料破損検査方法について説示すると、既に図３によって説示した従来例と同じく炉内装荷燃料集合体群６の炉心最外周側Ｂにおける燃料集合体５の一部を除いた炉心Ｏ寄りである他の燃料集合体５については、すべて４×２の８体用シッパーキャップ４を用いることで所望の箇所（図示例では１０４箇所）を逐次シッピングして行き、これにより８体の燃料集合体５から同時に能率よく炉水Ｗを採取し、夫々の放射能濃度を検知して行くことになる。
【００２０】
しかし本発明では、上記の炉心最外周側Ｂにおける燃料集合体５中、その一部に配設された燃料集合体５については、前説の通り別途用意した直列３体用シッパーキャップ７を採択することで、シッピング作業を逐次行うようにするのである。
すなわち、図１（Ａ）の斜線を施した３体直列に隣接の燃料集合体５（図示例では合計１６箇所）については、これらを前説の３体用シッパーキャップ７による炉水Ｗの採取により、一度に３体の燃料集合体５を逐次検査して行くことになる。
この際残余の燃料集合体５として、図示例では全体を黒色に塗りつぶして示した計４箇所における燃料集合体５が未検査となるが、これらの燃料集合体５は前記の１体用シッパーキャップ１によるシッピングを任意の手順で逐次実施して行くのである。
【００２１】
請求項１に係る上記の如きシッピング法によるときは、図３により説示した従来法の場合全１４０ステップの検査測定作業を行うことになるのに比し、４×２の８体用シッパーキャップ４による１０４箇所、直列３体用シッパーキャップ７による検査測定作業が図１（Ａ）により明らかな如く１６箇所、そして１体用シッパーキャップ１の使用が４箇所となり、この結果合計１２４ステップのシッピングによって総作業を完了できることなる。
すなわち１４０−１２４＝１６ステップ減となり、１ステップに４０分を要することから１０時間４０分だけ当該作業の短縮を図ることが可能となり、この短縮時間は発電所における稼動時間確保の観点からして極めて大きな意義をもつことになる。
ここで、もちろん上記した８体用シッパーキャップ４、直列３体用シッパーキャップ７そして１体用シッパーキャップ１の採択順序は適宜に選択することが可能である。
【００２２】
次に請求項２に係る燃料破損検査方法につき図２（Ａ）によって以下詳記すると、ここでも上記請求項１と同じく炉内装荷燃料集合体群６の炉心最外周側Ｂにおける燃料集合体５の一部外である多数の他燃料集合体５については、４×２の８体用シッパーキャップ４を用いて逐次シッピングを行うのであるが、同上炉心最外周側Ｂにおける燃料集合体５の一部に配設されている燃料集合体５に対しては、前説の如く別途用意した直列３体用シッパーキャップ７を採択して逐次シッピングを行うのである。しかし請求項２にあっては、請求項１の如く残余の燃料集合体を１体用シッパーキャップ１によりシッピングするのではなしに、当該残余の孤突状態で装荷されている太枠で示した１体の燃料集合体５と、点線で示した２体の燃料集合体５（図示例では全４箇所）のシッピングを行うには、この場合にも上記の直列３体用シッパーキャップ７を上記の孤突状態にある燃料集合体５と、これに直列に隣装された燃料集合体５の２体とにわたって被嵌することにより、逐次実施して行くようにするのである。
【００２３】
従って図２にあって明示の通り、上記の直列３体用シッパーキャップ７は点線による引出線で示されるように、先行して既に８体用シッパーキャップ４により検査済となっている場合にあっては、当該８体の燃料集合体５中における２体の燃料集合体５につき、直列３体用シッパーキャップ７によって再度シッピングを受けることになるが、もちろんこれによる特段の支障はない。
従って当該請求項２によるときは、８体用シッパーキャップ４により１０４箇所、そして直列３体用シッパーキャップ７によりこの箇所の検査がなされることになり、このため合計作業工程数は請求項１と同じく１２４ステップとなる。
しかしながら、請求項２によるときは３体用シッパーキャップ７と８体用シッパーキャップ４の２種のみを使用すればよいのに対し、前記の請求項１では３種のシッパーキャップを駆使することから、請求項２の場合には請求項１に比し、使用するシッパーキャップの数を３種から２種へ削減することができる。
【００２４】
この結果請求項２によるときは、請求項１にあっては２回にわたるシッパーキャップの交換が必要となるのに対し、１回の交換作業だけですみ、従って当該交換に要する時間が一回分だけ短縮されることになる。
そして当該１回の交換には実際上約１時間を要することから、この点からして請求項１によるときよりも、さらに作業時間を短縮でき、請求項１による１０時間４０分に対し、さらに１時間を加えた大略１２時間という大きな作業短縮が実現できることになる。
なお請求項２にあっても８体用シッパーキャップ４と３体用シッパーキャップ７との使用順序は任意に選択することができる。
【００２５】
さて、請求項３では既にその概略を説示した通りの直列３体用シッパーキャップ７の構成を内容としているが、ここで当該構成の全容について明示すると以下の通りである。
すなわち、前記の図１（Ｂ）（Ｃ）と既説した従来例に係る図７と図８を参照することで理解される通り、図７と図８に明示した原子炉圧力容器Ａの上部格子板１０上に載置することで３体の燃料集合体５を覆うことのできる直方体状であるアウターキャップ７ａは直方体状であり、インナーキャップ７ｂが、何れも略正四角筒状すなわち正四角筒状に形成されて、直列状に離間配設されている３体の燃料集合体５に、夫々被嵌されるよう構成されている。
また従来のシッパーキャップと同様にアウターキャップ７ａの天井部７ｃには、その中央部にあって把手３ｄが突設されていると共に図８に明示の如く加圧管１２が貫設されていることで、これによりアウターキャップ７ａ内へ気体を送り込むことができるよう構成されている。
さらに直列３体用シッパーキャップ７は、図８と同様にアウターキャップ７ａからインナーキャップ７ｂに貫装された採水管１３の下端が、各燃料集合体５の炉水Ｗ内にあって開口しており、さらに既知の如く炉水Ｗの温度を測知できる熱電対などによる図示しない測温素子が設けられ、かくして請求項１、請求項２に係る燃料破損検査方法の実施を行い得る構成を具有している。
【００２６】
【発明の効果】
本願請求項１の沸騰水型原子力発電所における炉内装荷燃料集合体群の燃料破損検査方法によるときは、上記の通りこれまで使用されたことのない直列３体用シッパーキャップを新規に準備しておき、これまでの８体用シッパーキャップと１体用シッパーキャップとに加えて、上記の３体用シッパーキャップを適切に採択使用するようにしたことから、８体用シッパーキャップにより一度に８本の燃料集合体につきシッピングを行い得るようにしているだけでなく、炉内装荷燃料棒体群の炉心最外周側における燃料集合体の一部に配設された燃料集合体についても、上記の直列３体用シッパーキャップと１体用シッパーキャップとの併用により、炉内シッピング法に関してシッピング検査作業を、ＡＢＷＲにあっては約１１時間程度短縮することが可能となる。
この結果原子力発電所の設備利用率を大幅に改善することが可能となり、斯界における要望を充足することが可能となる。
【００２７】
そして請求項２によるときは、基本的に上記の請求項１による効果を発揮し得るだけでなく、さらに請求項１では新規な直列３体用シッパーキャップと８体用シッパーキャップおよび１体用シッパーキャップの３種を駆使しなければならないのに対し、同上直列３体用シッパーキャップと８体用シッパーキャップの２種を採択使用するだけで済むようにしたことから、シッパーキャップの交換時間である約１時間だけ、請求項１の場合に比し、より作業時間を短縮することが可能となり、原子力発電の産業分野において資するところ極めて大である。
【００２８】
さらに請求項３に係る直列３体用シッパーキャップにあっては、直方体状のアウターキャップ内に３個のインナーキャップを直列状に離間配設するようにして、従来の１、２、４、８体用であるシッパーキャップと略同等の必要部材を具備させるようにしたので、前記の請求項１と請求項２に係る燃料破損検査方法を高い信頼性をもって効率的に実施することが可能となる。
しかも当該直列３体用シッパーキャップは、上記の通り従来のシッパーキャップと同じ部品を使用し、略同様の仕様にて容易に製造し得るだけでなく、当該シッパーキャップの製造装置とか採水装置類はそのまま使用できることから、その実施に際しても大きな資金投入が不要となる。
【図面の簡単な説明】
【図１】（Ａ）は本願の請求項１に係る沸騰水型原子力発電所に構築された炉内装荷燃料集合体群の燃料破損検査方法につき、その手順を説示するために開示したＡＢＷＲにおける炉内装荷燃料集合体群の平面説明図であり、（Ｂ）は当該検査方法に使用して燃料集合体の炉水に採取し放射能濃度を調べるための請求項３に係る直列３体用シッパーキャップを示した平面図で、（Ｃ）はその正面図である。
【図２】（Ａ）は本願の請求項２に係る前同燃料破損検査方法の手順を説示するため開示したＡＢＷＲにおける炉内装荷燃料集合体群の平面説明図であり、（Ｂ）は当該検査方法の実施に使用する８体用シッパーキャップを示した平面図で、（Ｃ）はその正面図である。
【図３】（Ａ）は従来の同上燃料破損検査方法に係る手順を説示するため開示したＡＢＷＲにおける炉内装荷燃料集合体群の平面説明図であり、（Ｂ）は当該検査方法の実施に使用する１体用シッパーキャップを示した平面図で、（Ｃ）はその正面図である。
【図４】沸騰水型原子力発電所におけるＡＢＷＲの炉内装荷燃料集合体群を示した平面略示図である。
【図５】（Ａ）は従来から用いられていた２体用シッパーキャップを示す平面図で、（Ｂ）はその正面図である。
【図６】（Ａ）は従来から用いられていた４体用シッパーキャップを示す平面図で、（Ｂ）はその正面図である。
【図７】従来の４体用シッパーキャップを用いて炉内ショッピング法を実施している状態を示したショッピング装置の要部構成略示斜視図（特開２００１−１４１８７６公報）である。
【図８】従来の４体用シッパーキャップを用いて炉内ショッピング法を実施している状態を示したショッピング装置の要部構成を示した縦断正面図（特開２００１−２８１３８５公報）である。
【符号の説明】
１    １体用シッパーキャップ
４    ４×２の８体用シッパーキャップ
５    燃料集合体
６    炉内装荷燃料集合体群
７    直列３体用シッパーキャップ
７ａ  アウターキャップ
７ｂ  インナーキャップ
７ｃ  天井部
７ｄ  把手
１０    上部格子板
１２    加圧管
１３    採水管
Ａ    原子炉圧力容器
Ｗ    炉水
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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